ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА отрасль
энергетики,
использующая
ядерную
энергию (атомную энергию) в целях электрификации и теплофикации; область
науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы в средства
преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я. э.
составляют атомные электростанции
(АЭС). Источником энергии на АЭС
служит ядерный реактор, в к-ром протекает управляемая цепная реакция
деления ядер тяжёлых элементов, преим.
²³³U и ²³⁹Ри.
При делении ядер урана и плутония выделяется тепловая энергия, к-рая преобразуется
затем в электрическую так же, как на обычных
тепловых электростанциях.
При
истощении запасов органич. топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование
ядерного
топлива -
пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества
необходимой ему энергией. Рост потребления и произ-ва электроэнергии приводит
к тому, что в нек-рых странах мира< уже ощущается нехватка органич.
топлива и всё большее число развитых страв начинает зависеть от импорта
энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание
их< добычи и транспортирования стали одними из причин т. н. "энергетич.
кризиса" 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы
по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за
счёт использования др. источников, и в первую очередь ядерной энергии.

Ни одна отрасль техники не развивалась
так быстро, как Я. э.: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС
(г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, Италии,
ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии Испании, Индии, Пакистане,
Аргентине и других странах уже дали тек св. 200 АЭС, установленная мощность
к-рых превысила 100 Гвт. Доля Я. э. в общем произ-ве электроэнергии
непрерывно растет, и, по нек-рым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей
электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетич. стр-ва
СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европ.
части терр. СССР.

Все АЭС основаны на ядерных реакторах
двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах,
как более простые, получили во всём мире, в т. ч. и в СССР, наибольшее
распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны
физ. основы цепной реакции деления ядер урана в реакторах на тепловых нейтронах;
был выбран тип реактора - канальный, гетерогенный, уран-графитовый (теплоноситель
- обычная вода). Такой реактор надёжен в эксплуатации и обеспечивает
высокую степень безопасности, в частности за счёт дробления контура циркуляции
теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить "на ходу", во время
работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт,
номинальная
электрич. мощность АЭС - 5 Мвт. Пуском Обнинской АЭС была доказана
возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при
сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при стр-ве других АЭС в
СССР.

В 1964 была включена в Свердловскую
энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова
с реактором на тепловых нейтронах электрич. мощностью 100 Мвт, реактор
к-рой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми
характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной
зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС
усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт) был введён
в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения.
Осн. недостаток ядерного перегрева - повышение темп-ры в активной зоне
реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы
(напр., нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ),
а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования
ядерного топлива.

Установленные на первых АЭС уранграфитовые
реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса.
Стр-во АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку
оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных
изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра
диаметром 3-5 м, высотой 11 -13 м при толщине стенок 100-250
мм)
с
массой 200-500 т. Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов,
работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя,
способствовал созданию одноконтурного уран-графитового
кипящего реактора
большой мощности - РБМК. Первый такой реактор электрич. мощностью 1000
Мвт (РБМК-1000) был установлен в сент. 1973 на Ленингр. АЭС им.
В. И. Ленина (ЛАЭС), а в дек. 1973 первый блок ЛАЭС дал пром. ток в электрич.
сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию
в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт *ч электроэнергии.
Стр-во ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью
4000 Мвт. Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт;
70 Гкал/ч (335 Гдж/ч)
тепла будет отбираться для нужд
теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европ. части СССР.

В 1976 вступил в строй первый блок
Курской АЭС с реактором РБМК электрич. мощностью 1000 Мвт. В 1977
вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС
и др. также с неск. реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литов. ССР развернулось
стр-во Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа
электрич. мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности
реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически
в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, гл. обр. конструкции
ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения
на сооружение АЭС, повышает её ср. удельную мощность. Ведутся (1978) проработки
и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрич. мощностью 2000
и 2400 Мвт.

В СССР с 1974 успешно эксплуатируется
АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль, построенная в р-не г. Билибино (Магаданская
обл.). Электрич. мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт, выработка тепла
для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100
Гкал/ч.

Из реакторов на тепловых нейтронах
в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы
- ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция
с
ВВЭР электрич. мощностью 210 Мвт, в к-ром замедлителем нейтронов
и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт.
По
удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор
этого типа один из лучших. В дек. 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок
с ВВЭР электрич. мощностью 365 Мвт. В 1971-72 были введены третий
и четвёртый блоки электрич. мощностью 440 Мвт каждый с реакторами
ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала св. 10 млрд. квт -ч
электроэнергии.
В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрич. мощностью 1000 Мвт,
после
чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт. Именно этот
пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.

Последоват. укрупнение единичной мощности
энергетич. оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт)
характерно
не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в т. ч. и Я. э., всегда
сопровождалось ростом единичных мощностей энергетич. установок. Укрупнение
оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая
последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском
п-ове в 1973-74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск
Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском п-ове гидроэнергетика
не
имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.

В дек. 1976 в Арм. ССР был введён в
строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье
АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м)
в сейсмич. р-не. Такое местоположение Арм. АЭС связано с необходимостью
решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных
сейсмич. условиях. По расчётам АЭС способна выдержать подземные толчки
в 8-9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала
толчки в 4-5 баллов).

При технич. помощи СССР в ряде социалистических
стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг
с ВВЭР электрич. мощностью 70 Мвт, на побережье Балтийского м.
на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973-77) 3 блока с ВВЭР-440.
Стр-во ещё 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС "Козлодуй" с 1976
действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение ещё 2 блоков такой же мощности
завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС "А-1" с реактором на тяжёлой воде
(замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрич.
мощность АЭС "А-1> 140 Мет. Реактор разработан совместно сов. и
чехосл. специалистами. В ЧССР сооружается также крупная пром. АЭС с ВВЭР-440;
первый блок будет введён в строй в 1978, а второй - в 1979. Ведётся стр-во
АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технич. помощи СССР закончено (1976)
сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении
и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Сов. Союзе и за рубежом, привёл к
созданию ВВЭР-1000, к-рый имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор,
гл. циркуляц. насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность
каждой петли 750 Мвт.

Кроме реакторов с водой под давлением,
в Сов. Союзе сооружён кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой
выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50
(на 50 Мвт) была построена в Димитровграде (Ульяновская обл.) и
пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехнич. оборудование,
делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации
АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надёжной работе станции и высокой
степени безопасности обслуживающего персонала.

В мире создано много различных типов
реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями.
В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы,
уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом
пара, реакторы органо-органические (с органич. замедлителем и органич.
теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель - углекислый газ), реакторы
с тяжёлой водой (теплоноситель - обычная вода), тяжеловодные реакторы (с
тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с гелиевым
теплоносителем и др.

Установлено, что АЭС с реакторами на
тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы
развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного
урана реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на
быстрых нейтронах, т. н. быстрые реакторы, к-рые могут наилучшим
образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать
новое искусств, ядерное топливо ²³⁹ Ри. При попадании быстрых
нейтронов в ядро ²³⁸U происходит неск. реакций превращения и
создания отд. трансурановых элементов, в результате к-рых образуется ²³⁹Ри.
При делении ядер ²³⁹ Ри высвобождается нейтронов больше, чем
при делении ядер ²³⁵U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального
использования ядерного топлива, то осн. задача Я. э. сводится к выбору
методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь
нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэфф. воспроизводства
в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., "сжигая"
1 кг плутония, быстрый реактор не только возвращает его, но за счёт
вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов ²³⁸U даёт дополнительно
0,4- 0,7 кг плутония, к-рый может служить новым ядерным топливом.

В 1968 в г. Димитровграде было закончено
сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт
с быстрым
реактором БОР-60, к-рый обеспечил проведение исследований по улучшению
показателей и конструкций отд. элементов быстрого реактора с натриевым
охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при
создании энергетич. реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на п-ове
Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым
охлаждением. АЭС БН-350 двухцелево-го назначения: произ-во электрич. энергии
(установленная мощность 150 Мвт) и выдача пара на опреснительные
установки для получения из морской воды 120 тыс. т
пресной воды
в сутки. Шевченковская АЭС - крупнейшая в мире (на 1978) опытно-пром. энергетич.
установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд
проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая
пром. АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрич. мощностью 600 Мвт
(БН-600).
Сооружение и пуск АЭС. с реактором БН-600 - следующий этап в развитии
сов. Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая
(по сравнению с БН-350) т. н. интегральная компоновка первого контура,
при к-рой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены
в одном баке - корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет,
какое из конструктивных и технологич. решений лучше.

Одна из гл. целей работ с реакторами
па быстрых нейтронах - достижение высоких темпов расширенного воспроизводства
ядерного топлива, что невозможно на реакторах др. типов. Науч. изыскания
и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллич. теплоносителем
продолжаются в расчёте на большие мощности - до 800- 1600
Мвт. В
США, Великобритании, Франции и др. странах в качестве теплоносителя в реакторах
на быстрых нейтронах также используется натрий. Но натрий не единственный
возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве
теплоносителя может применяться и газ, в частности гелий; напр., в Ин-те
ядерной энергетики АН БССР работают над использованием Nв качестве газового теплоносителя.

На ранних этапах развития Я. э. в ряде
стран мира учёные работали над мн. типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем
наилучший из них в технич. и экономич. отношениях. В 70-х гг. почти все
страны ориентируют свои нац. программы развития Я. э. на ограниченное число
типов ядерных реакторов. Напр., в США осн. являются водо-водяные реакторы
под давлением и кипящие реакторы; в Канаде - тяжеловодный реактор на природном
уране; в СССР - водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы
канального типа.

В связи со значит, увеличением цен
на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи
быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным:
по совр. оценкам стоимость произ-ва электроэнергии на АЭС в 1,5-2 раза
ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в
мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью
200 Гвт. И хотя экономич. кризисы и инфляция в капиталистич. странах
и др. привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону
уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я. э. очевидна. Использование
ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды,
произ-ва восстановителей для металлур-гич. пром-сти, получения новых видов
хим. продукции - всё это задачи огромного масштаба, к-рые придают Я. э.
не только новые качества, но и показывают её ещё далеко не использованные
возможности. К преимуществам Я. э. относят также и то, что АЭС не загрязняют
атмосферу окислами серы, азота, губительно влияющими на окружающую среду.
Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей
среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых
странах уделяется большое внимание.

Кроме крупных пром. АЭС, в СССР разрабатываются
и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для спец. целей. В 1961
была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетич. установка ТЭС-3
с реактором водо-водяного типа электрич. мощностью 1500
квт. Всё
оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с
кузовами вагонного типа.

В 1964 была пущена энергетич. установка
"Ромашка" с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым
термоэлектрич. преобразователем мощностью 500 era. Эта установка проработала
на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч. "Ромашка"
- прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной
энергии в электрич. энергию.

В 1970-71 были созданы и прошли испытания
2 термоэмиссионных реактора-преобразователя - "Топаз-1" и "Топаз-2" электрич.
мощностью 5 и 10 кет соответственно. Принцип прямого преобразования
тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода
до высокой темп-ры при поддержании анода относительно холодным, при этом
с поверхности катода "испаряются" (эмиттируют) электроны, к-рые, пролетев
межэлектродный зазор, "конденсируются" на аноде, и при замкнутой наружной
цепи по ней идёт электрич. ток. Осн. преимущество такой установки по сравнению
с электромашинными генераторами - отсутствие движущихся частей. Энергетич.
установки, осн. на использовании ядерной энергии, находят также применение
как трансп. силовые установки (см. Ядерная силовая установка). Особенно
широко они используются на подводных лодках, а также на трансп. судах невоен.
назначения, в т. ч. на атомных ледоколах.

В процессе эксплуатации АЭС образуется
относительно большое количество жидких и твёрдых радиоактивных отходов.
Жидкими
отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контуру в случае необходимости
его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования,
вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы,
растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды
пунктов дезактивации оборудования и спец. транспорта и др. Практика показывает,
что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м³среднеактивных
жидких отходов в расчёте на 1 Мвт
электрич. мощности реакторов.
В жидких отходах со ср. уровнем радиоактивности сосредоточено ок. 99% общего
количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки
всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием
методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки
после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при
его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в спец. ёмкости-хранилища
для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются
в основном отд. детали или узлы реакторного оборудования, инструменты,
предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь,
фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твёрдых радиоактивных
отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных
изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Нек-рое количество
радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят
в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами,
складируются в спец. хранилища-могильники.

Однако гл. проблема в развитии Я. э.-
разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств
высокоактивных отходов. В этом направлении во мн. странах мира ведутся
н.-и. и опытно-пром. работы, в частности по разработке эффективных методов
остекловывания радиоактивных отходов. В 70-х гг. в Я. э. переработка выгоревших
ТВЭЛов ещё не получила большого развития, но с расширением стр-ва АЭС и
особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного
ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести
первостепенное значение.

Междунар. агентство по атомной энергии
при ООН (МАГАТЭ) выдало рекомендацию на сброс радиоактивных отходов низкой
и средней активности в сев.-вост. части Атлантич. океана. В 1976 в океан
было сброшено контейнерами почти 40 000 т отходов, содержащих ок.
240 000 кюри |3 - -у-активности. Однако такой метод захоронения
радиоактивных отходов в глубинах морей и океанов вызывает возражения среди
учёных ряда стран.

Одна из важнейших проблем Я. э.- проблема
выработки энергии с помощью управляемого термоядерного синтеза. При создании
термоядерного энергетич. реактора можно надеяться на решение всех проблем
Я. э. без необходимости собирать высокоактивные отходы и искать пути и
способы надёжного их захоронения. К 1977 уже на неск. термоядерных установках
получены нейтроны термоядерного происхождения. Наиболее совершенной установкой
в наст, время является система Токамак,
разработанная в 50-х гг.
в Ин-те атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва). В 1975 там же была
пущена крупнейшая в мире термоядерная установка Токамак-10. Система Токамак
получила признание в ряде ведущих стран мира. Так, в США в Принстонском
ун-те создана установка "Принстонский большой Токамак" (PLT); во Франции,
в ядерном центре Фонтене-о-Роз - установка "Токамак Фонтене Роз" (TFR).
Осуществление регулируемого термоядерного синтеза, получение практически
неисчерпаемого источника энергии на термоядерных электростанциях - крупнейшая
проблема ядерной физики, задача огромного масштаба, к-рую ныне решают учёные
разл. специальностей во мн. странах мира.

Лит.: Александров А. П., Атомная
энергетика и научно-технический прогресс, в сб.: Атомной энергетике XX
лет, М., 1974; Маргулова Т. X., Атомные электрические станции, 2 изд.,
М., 1974; П е т р ос ь я н ц А. М., Современные проблемы атомной науки
и техники в СССР, 3 изд., М., 1976. А. М. Петросьянц.

А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я